• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제29권3호
• /
• pp.187-196
• /
• 2004

경수로형인 한국형 표준원전과 CANDU형 중수로형 원자력 발전소의 가상 중대사고시 대기 중으로 방출되는 방사성 물질로 인한 인체 건강영향에 미치는 리스크를 평가하고 비교하였다. 두 발전소 모두 반경 80km 까지의 인구분포와 2단계 PSA의 결과로 주어지는 방사선원 방출군별 방출 분율과 노심 재고량을 이용하였으며 평가 도구로는 MACCS2를 이용하였다. 인체에 미치는 영향은 조기 사망과 암 사망을 선정하였으며 반경 10 마일 밖으로 소개가 이루어진다고 가정하고 평가 결과는 사고 발생빈도를 고려한 리스크를 CCDF 곡선군으로 나타냈다. 평가 결과에 의하면 경수로형 원전에 비해 중수로형 원전이 리스크가 적게 나타나는데 이는 중수로형 원전이 경수로형 원전에 비해 가상 중대사고로 인해 대기 중으로 방출되는 방사성 물질의 양이 적기 때문이다. 두 발전소 모두 최대 리스크를 보이는 방사선원 방출군의 대표적인 초기사건은 증기발생기 세관파손 사고로 나타났다. 따라서, 경수로형 및 중수로형 발전소 모두 사고로 인한 주변 주민 보호를 위해서는 증기발생기 세관파손 사고의 발생빈도와 이로 인한 대기 중으로의 방사성 물질의 방출을 감소시키기 위한 방안이 강구되어야 한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
• /
• pp.131.1-131
• /
• 2002

• 에너지공학
• /
• 제24권2호
• /
• pp.40-44
• /
• 2015

중수로 일차냉각재계통 액체방출밸브의 개방압력에 대한 안전여유 및 시간지연을 반영하여 열수력코드로 경년열화가 반영된 노심에 대해 민감도를 평가하였다. 과거에는 안전해석을 수행할 때 안전여유와 시간지연을 반영하여 평가하지 않았으나, 월성1호기 안전해석 인허가 심사과정중 반영 평가하였다. 중수로 안전해석에서 압력경계는 일차냉각재계통 액체방출밸브이다. 따라서 액체방출밸브 응동이 안전해석에 직접적인 영향을 주므로 안전여유와 시간지연 부가가 안전해석 결과에 미치는 영향을 파악하고 해석에 반영하기 위해 일차냉각재계통 과압이 걸리는 사고들에 대해 평가하였다.

• 한국전산구조공학회논문집
• /
• 제18권4호통권70호
• /
• pp.335-345
• /
• 2005

이 논문에서는 프리스트레스트 콘크리트 구조로 건설된 원자로 격납건물의 극한내압평가를 위해 비선형 유한요소해석을 수행하였다. 특히, 상용프로그램 사용 시 콘크리트와 긴장재의 완전부착 가정으로 인해 고려할 수 없었던 콘크리트와 긴장재 사이의 슬립효과를 모사할 수 있는 알고리즘을 개발하였다. 부착된 긴장재의 경우 부착-슬립효과를 기초로 유도된 겉보기 항복응력으로 두 재료의 상호거동을 모사할 수 있고, 비부착된 긴장재의 경우 반복해석에 의해 긴장재 전체 길이방향으로의 슬립효과를 모사할 수 있다. 개발된 알고리즘을 이용하여 도출된 긴장재의 응력-변형률 관계를 이용하여 격납건물의 축소모델에 대한 비선형 해석을 수행하였고, 수행한 결과를 바탕으로 격납건물의 극한내압은 가압중수로형과 가압경수로형 모두 설계압력의 약 3배 이상 구조적 여유가 있음을 확인하였다.